Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов

Вид материала

Документы

Содержание Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава низкоактивных твердых радиоактивных отходов Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходо Бета-спектрометрический комплекс контроля активности бета-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей

Подобный материал:

• Правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации, 838.3kb.
• Основные правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации, 738.05kb.
• Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 1217.74kb.
• Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 1210.14kb.
• Инструкция о порядке ведения учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных, 877.05kb.
• I. Назначение и область применения, 1415.61kb.
• Программно-методическое обеспечение радиационного контроля рв и рао на аэс ОАО «концерн, 46.36kb.
• Прослушивание цикла лекций; проведение лабораторных занятий по интерпретации результатов, 23.31kb.
• Оздоровительный комплекс «Гамма» 10 Отель «Гамма» 11 Пансионат «Светлана» 12 Экскурсия, 2786.29kb.
• Космическое рентгеновское и гамма-излучение, 1234.69kb.

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА СИБИРСКОМ ХИМИЧЕСКОМ КОМБИНАТЕ


Комаров Е.А., Изместьев К.М., Сеелев И.Н.

ФГУП «Сибирский химический комбинат», г. Северск


Введение


Для предприятий атомной отрасли с появлением современных федеральных норм и правил в области использования атомной энергии (НП-020-2000, НП-055-2005, НП-058-2004, НП-002-2004) повышение безопасности процессов обращения с радиоактивными отходами (РАО) является одним из приоритетных направлений деятельности. Ключевым моментом в решении задачи, направленной на повышение безопасности, является разработка и внедрение современных методов радиационного контроля, позволяющих на всех этапах обращения с отходами определять их основные характеристики (активность и радионуклидный состав).

Сибирским химическим комбинатом совместно с группой предприятий «Грин Стар» (г. Москва) разработаны и внедрены современные спектрометрические комплексы, включающие соответствующее методическое и метрологическое обеспечение, для контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов (инертные радиоактивные газы (ИРГ), радиоактивные аэрозоли и йод) и твердых радиоактивных отходов (низкоактивных, средне- и высокоактивных).

В настоящей работе представлена информация по опыту применения спектрометрических комплексов для контроля РАО на Сибирском химическом комбинате.


Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов


Комплекс позволяет в кратчайший срок и с высоким разрешением зафиксировать, рассчитать и проанализировать уровень активности всех радионуклидов из состава ИРГ (⁴¹Ar, изотопы Xe и Kr) в газоаэрозольных выбросах предприятия.

Гамма-спектрометрический комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Метод заключается в непрерывном представительном отборе газоаэрозольной пробы из вентиляционной трубы и квазинепрерывной регистрации гамма-спектрометрическим комплексом нуклидного состава и количества выбросов ИРГ. Измерения активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов проводятся в геометрии сосуда Маринелли (охватывающая геометрия). Геометрия Маринелли реализуется с помощью специального сосуда объемом 3 дм³. Схема пробоотборного устройства представлена на рисунке 1. Сосуд устанавливается непосредственно на детектор гамма-излучения, окружая его почти со всех сторон. Эффективность детектора при этом максимальна.




1 – свинцовая защита; 2 – сосуд Маринелли; 3 – детектор гамма-излучения


Рисунок 1 – Геометрия измерений для контроля выбросов ИРГ


Воздух, содержащий радионуклиды ИРГ и очищенный от радиоактивных аэрозолей и йода, с постоянным расходом прокачивается через сосуд Маринелли (рисунок 1). В сосуде Маринелли концентрирование пробы не происходит и в каждый момент времени на гамма-спектрометре измеряется значение текущей объемной активности и нуклидного состава ИРГ в выбросах предприятия. Идентификацию и расчет объемной активности радионуклидов, находящихся в измерительной емкости, проводят по специальному программному обеспечению.

Гамма-спектрометрический комплекс позволяет определять активность и нуклидный состав ИРГ с расширенной неопределенностью от 25 до 60 % (Р = 0,95) в энергетическом диапазоне от 80 до 1300 кэВ и верхним пределом определения активности нуклидов в пробе при экспозиции в течение 1 часа – 10¹² Бк.

Для калибровки спектрометра контроля ИРГ необходимо использовать образцовую насыпную меру удельной активности в виде гранул (имитатор газа) на основе радионуклидов Am-241, Co-60, Cs-137, Eu-152 и Ba-133 с насыпной плотностью 0,01…0,04 г/см³. Сосуд Маринелли заполняется насыпным источником таким образом, что геометрия калибровки полностью совпадает с геометрией измерений.

Показания спектрометрического комплекса отражают изменения активности выбросов ИРГ вследствие различных технологических операций или при возникновении отклонений в работе оборудования, что позволяет эффективно контролировать состояние оборудования и давать рекомендации по оптимизации технологического процесса.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава ИРГ в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и

нуклидного состава радиоактивных аэрозолей и йода


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет в кратчайший срок и с высоким разрешением зафиксировать, рассчитать и проанализировать уровень активности всех радионуклидов из состава гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода в газоаэрозольных выбросах предприятия.

Комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Метод заключается в непрерывном представительном отборе газоаэрозольной пробы из вентиляционной трубы и квазинепрерывной регистрации гамма-спектрометрическим комплексом нуклидного состава и количества выбросов гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода.

Схема спектрометрического комплекса приведена на рисунке 2.




1 – специальное пробоотборное устройство; 2 – Ge (Li) детектор;

3 – сосуд Дьюара; 4 – защита


Рисунок 2 – Схема установки для измерений аэрозолей и йода


Воздух, содержащий радионуклиды, с постоянным расходом прокачивается через специальное пробоотборное устройство (рисунок 2). При этом радиоактивные аэрозоли и йод концентрируются на сложном фильтре, закрепленном внутри пробоотборного устройства (рисунок 3). Сложный фильтр состоит из одного аэрозольного фильтра типа АФА (фильтр аэрозольный аналитический), предназначенного для осаждения радиоактивных аэрозолей и одного йодного фильтра типа СФЛ (сорбционно-фильтрующая йодная лента), предназначенного для осаждения радиоактивного йода.

Особенностью данного пробоотборного устройства является то, что оно устанавливается непосредственно на детектор гамма-излучения. При этом проба максимально приближена к чувствительной области детектора.





Рисунок 3 – Пробоотборное устройство для оперативного контроля аэрозолей и йода


При помощи гамма-спектрометра измеряют скорость счета для дискретных энергий гамма-излучения непрерывно отбираемой газоаэрозольной пробы в установленном энергетическом диапазоне. Идентификацию и расчет объемной активности радионуклидов, находящихся на сложном фильтре, проводят по специальному программному обеспечению. Для этого используют измеренные скорости счета в пиках полного поглощения и градуировочную характеристику спектрометра.

Нижний предел объемной активности нуклидов при случайной неопределенности 25 % составляет 0,1 Бк/м³. Верхний предел измеряемых по данному методу объемных активностей гамма-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей и йода-131 составляет 10⁴ Бк/м³. Энергетический диапазон регистрации гамма-излучения радионуклидов (йод-131, кобальт-60, цезий-134, цезий-137, железо-59, хром-51 и т.д.) составляет от 50 до 3000 кэВ. Расширенная неопределенность (Р = 0,95) расчета объемной активности нуклидов не превышает 60 %.

Показания спектрометрического комплекса отражают изменения активности выбросов гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода вследствие различных технологических операций или при возникновении отклонений в работе оборудования, что позволяет эффективно контролировать состояние оборудования и давать рекомендации по оптимизации технологического процесса.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава низкоактивных твердых радиоактивных отходов


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет проводить измерения активности и нуклидного состава низкоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) от 30 до 60 % в энергетическом диапазоне от 80 до 1500 кэВ и диапазоне активности ТРО до 10⁶ Бк/кг.

Комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Измерения проводятся в геометрии стандартного стального контейнера (бочки) объемом 200 дм³, предназначенного для долговременного хранения (захоронения) низкоактивных ТРО. Контейнер с радиоактивными отходами устанавливается непосредственно перед полупроводниковым детектором гамма-излучения.

Для учета неравномерности распределения ТРО по измеряемой геометрии используется вращающаяся площадка, на которую помещается контейнер с радиоактивными отходами. Спектр гамма-излучения ТРО снимается при вращении площадки.

Стенд радиационного контроля низкоактивных ТРО представлен на рисунке 4.



1 – свинцовая защита с коллиматором; 2 – GE-детектор;

3 – стандартный стальной контейнер с ТРО;

4 – электромеханическое поворотное устройство


Рисунок 4 – Стенд радиационного контроля активности низкоактивных ТРО


Особенностью предлагаемого гамма-спектрометрического метода измерений является то, что зависимость эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии определяется на двух фиксированных расстояниях от детектора в геометрии «точка» на основе аппаратурных спектров образцовых стандартных источников гамма-излучения (ОСГИ). В дальнейшем, используя расчетную модель (статистический метод Монте-Карло), производится пересчет эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии для геометрии «контейнер с ТРО» (объемный источник с учетом самопоглощения), при этом в расчете используются геометрические параметры контейнера, плотность и матрица материалов радиоактивных отходов.

Идентификацию и расчет удельной активности гамма-излучения отходов, находящихся в контейнере, проводят по специальному программному обеспечению, используя измеренные скорости счета в пиках полного поглощения, определенную эффективность регистрации спектрометра и значение массы ТРО.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих низкоактивных твердых радиоактивных отходов метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет проводить измерения активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) до 60 % в энергетическом диапазоне от 80 до 3000 кэВ и диапазоне активности ТРО от 10⁶ до 10¹² Бк/кг.

При решении задачи контроля средне- и высокоактивных ТРО принципиальным является высокая активность и соответственно радиационная опасность данного класса отходов. Все операции со средне- и высокоактивными ТРО должны производиться по возможности дистанционно и с минимальным вмешательством персонала в технологию обращения с ними с целью не допустить дополнительного облучения персонала.

Поэтому реализован метод, при котором измерение активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных ТРО осуществляется непосредственно в геометрии кузова спецавтомобиля, предназначенного для перевозки данного класса отходов.

Стенд радиационного контроля средне- и высокоактивных ТРО представлен на рисунке 5.





1 – детектор ОЧГ; 2 – свинцовая защита; 3 – коллимирующее устройство;

4 – дистанционирующая площадка; 5 – средне и высокоактивные ТРО;

6 – транспортное средство


Рисунок 5 – Стенд радиационного контроля средне- и высокоактивных ТРО


Гамма-спектрометрический комплекс включает мобильный ОЧГ-детектор «Pop-Top» фирмы «Ortek» и программное обеспечение «Гамма Про».

Особенностью предлагаемого гамма-спектрометрического метода измерений, по аналогии со спектрометром контроля низкоактивных ТРО, является то, что зависимость эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии определяется на двух фиксированных расстояниях от детектора в геометрии «точка» на основе аппаратурных спектров образцовых стандартных источников гамма-излучения (ОСГИ). В дальнейшем, используя расчетную модель (статистический метод Монте-Карло), производится пересчет эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии для геометрии измерения ТРО в специально оборудованном транспортном средстве (объемный источник с учетом самопоглощения), при этом в расчете используются геометрические параметры кузова спецавтомобиля, плотность и матрица материалов радиоактивных отходов.

Идентификацию и расчет удельной активности гамма-излучения отходов, находящихся в кузове специально оборудованного транспортного средства, проводят по программному обеспечению, используя измеренные скорости счета в пиках полного поглощения, определенную эффективность регистрации спектрометра и значение массы ТРО.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Бета-спектрометрический комплекс контроля активности бета-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей


В газоаэрозольных выбросах предприятия помимо гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей особое место занимают бета-излучающие радиоактивные аэрозоли, в частности ³²P и ⁹⁰Sr. Фосфор и стронций являются чистым -излучателями и их распад не сопровождается испусканием гамма-излучения (значительное число значимых радионуклидов в выбросах имеет характерные гамма-линии и их содержание достаточно хорошо может быть определено по гамма-излучению).

Бета-спектрометрический комплекс позволяет проводить лабораторные измерения (со снятием пробы с линии пробоотбора) объемной активности бета-излучающих нуклидов (³²P и ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y) радиоактивных аэрозолей, аспирированых на счетных образцах (фильтрах типа АФА РМП-20) из газоаэрозольных выбросов предприятия.

Нижний предел измеряемых комплексом активностей нуклидов ³²P и ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y, содержащихся на фильтрах типа АФА, с источниками случайной неопределенности (Р = 0,95) 50 % составляет 10 Бк при условии отсутствия других гамма-бета излучающих радиоактивных аэрозолей. Верхний предел измеряемых комплексом активностей нуклидов ³²P и ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y, содержащихся на фильтрах типа АФА, с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) 60 % составляет 10⁵ Бк при условии не превышения у других гамма-бета излучающих радиоактивных аэрозолей (¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, ⁵⁹Fe, ⁵¹Cr) значений активности 10² Бк. Энергетический диапазон регистрации бета-излучения от 200 до 2300 кэВ.

Бета-спектрометрический комплекс состоит из процессора импульсных сигналов SBS, сцинтилляционного пластикового детектора БДБС для регистрации бета-излучения в свинцовой защите и программного обеспечения.

Сущность метода измерений заключается в регистрации и последующей обработке аппаратурного спектра бета-излучения счетного образца бета-спектрометрическим комплексом. При этом из экспериментального спектра вычитаются спектр фона и предварительно измеренные на гамма-спектрометре спектры гамма-излучающих нуклидов, после чего производится разложение экспериментального спектра на спектры эталонов ³²P и ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y и расчет объемной активности бета-излучающих нуклидов ³²P и ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y в счетном образце.

Методика выполнения измерений активности бета-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Заключение


Выполненные на Сибирском химическом комбинате аппаратно-методические разработки позволят организовать порядок обращения с РАО в соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Опыт Сибирского химического комбината по применению спектрометрических комплексов для контроля РАО может быть использован другими предприятиями, на которых в результате производственной деятельности образуются радиоактивные отходы.